Risalah Lokakarya Komputasi dalam Sains dan Teknologi Nuklir XVII, Agustus 2006 ( )

Transkripsi

1 RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN PbBi DAYA 200 MW(t) DENGAN GEOMETRI TERAS SILINDER PIPIH, SETIMBANG DAN TINGGI Epung Saepul Bahrum *, Dian Fitriyani *, Zaki Su ud *, Abdul Waris *, Bambang Ari Wahjoedi ** ABSTRAK RANCANGAN NEUTRONIK REAKTOR CEPAT BERPENDINGIN PBBI DAYA 200 MW(T) DENGAN GEOMETRI TERAS SILINDER PIPIH, SETIMBANG DAN TINGGI. Telah dilakukan rancangan neutronik reaktor cepat berpendingin 44.5%P-55.5%bBi, daya 200 MW(t), lama operasi 20 tahun. Geometri teras reaktor yang digunakan pada rancangan ini berbentuk silinder pipih,setimbang dan tinggi. Perancangan menggunakan perangkat lunak FI-ITBCHI serta paramater yang menjadi acuan pada saat perancangan adalah faktor multiplikasi efektif (k eff ) dalam jangkauan k eff atau excess reactivity maksimum tidak lebih dari 0.4 k/k %. Perhitungan excess reactivity untuk ketiga bentuk geometri teras silinder pipih, setimbang dan tinggi menghasilkan excess reactivity maksimum untuk ketiga bentuk teras tersebut masing-masing 0.24, 0.40, 0.38 k/k %. Kata-kata kunci: Rancangan Neutronik, Reaktor Cepat, Geometri Teras, Excess Reactivity ABSTRACT NEUTRONIC DESIGN OF 200 MW(T) PBBI COOLED FAST REACTOR WITH PANCAKE, BALANCE AND TALL CORE. Neutronic design of 200 MW (t) PbBi cooled fast reactor which 20 years operation time and pancake, balance and tall cylinder core have been performed. The designing using FI-ITBCHI software package and the design constrained by multiplication effective in the range k eff or excess reactivity maximum is not exceeded 0.4 k/k %. The resulted maximum excess reactivity of the pancake, balance and tall cylinder core are 0.24, 0.40, 0.38 k/k %. Keywords: Neutronic Design, Fast Reactor, Geometrical Core, Excess Reactivity PENDAHULUAN Zaki Su ud dkk telah melakukan penelitian analisa neutronik reaktor cepat berpendingin Pb ataupun PbBi dan telah berhasil merancang reaktor cepat berpendingin Pb maupun PbBi dengan daya 400 MW(t), waktu operasi 40 tahun, * Jurusan Fisika ITB epung.saepul.bahrum@students.itb.ac.id ** Jurusan Kimia ITB 131

2 tanpa pengisian bahan bakar (1). Penelitian-penelitian lain yang telah dilakukan oleh Zaki Su ud dkk adalah :analisa termohidraulik (2), studi kasus daya reaktor 150 MW(t) dengan lama operasi 12 tahun (3), Analisa keselamatan untuk daya 150 MWt berpendingin Pb maupun PbBi dengan bahan bakar berbasis metalik maupun nitrida (4), analisa keselamatan reaktor untuk berbagai bentuk ukuran geometri teras (5), analisa keselamatan untuk kasus transient (6), analisa keselamatan untuk daya reaktor 150 MW(t), 450 MW(t), 1500 MW(t), 2500 MW(t) berbahan bakar nitrida (7), optimasi reaktor daya kecil dan sangat kecil untuk penggunaan di Indonesia (8). Dari berbagai penelitian tersebut ada beberapa hal penting yakni konsep rancangan reaktor long life fast reactor (konsep reaktor cepat umur lama) dan juga inherent safety. Konsep reaktor cepat umur lama adalah salah satu konsep untuk merancang reaktor cepat yang dapat beroperasi dalam jangka waklu lama (dapat mencapai 40 tahun) tanpa penggantian bahan bakar. Konsep ini dirancang untuk membangun reaktor nuklir di daerah terpencil atau pulau-pulau kecil yang terletak jauh dari pusat pemerintahan, sehingga konsep ini sangat sesuai dengan kondisi geografis Indonesia. Hal lain yang sangat penting adalah konsep reaktor umur lama memiliki inherent safety artinya reaktor secara mandiri tanpa bantuan operator mampu menanggulangi terjadinya kenaikan daya yang tidak terkendali pada kecelakaan reaktor UTOP (Unprotected Rod Runout Transient Overpower). Inherent safety merupakan salah satu prasyarat rancangan reaktor masa depan (reaktor nuklir generasi IV) (7). Penelitian ini untuk merancang aspek neutronik rektor cepat daya 200 MWt, berpendingin 44.5%Pb-55.5%Bi, lama operasi 20 tahun, rancangan menggunakan konsep reaktor cepat umur lama. Hasil rancangan dibatasi oleh faktor multiplikasi efektif (k eff ) dalam jangkauan k eff (8) atau excess reactivity (ρ) 0.0 ρ 0.4 k/k %. Rancangan yang diperoleh pada penelitian selanjutnya akan dianalisa dari aspek termohidraulik maupun keselamatan reaktor nuklir. Rancangan reaktor yang diperoleh akan digunakan untuk merancang reaktor nuklir sebagai pembangkit tenaga listrik dan atau sumber energi pada produksi gas hidrogen (9)(10). METODA PENELITIAN Berdasarkan teori neutron transport serta menggunakan pendekatan bahwa neutron mengalir dari tempat yang jumlah neutronnya banyak ke tempat jumlah neutronnya sedikit (teori difusi neutron) serta dengan melakukan pembagian (diskritisasi) dimensi teras reaktor dan energi neutron, reaktor nuklir dapat dimodelkan secara matematis oleh persamaan disfusi neutron multi grup (11) 132

3 Σ g Ri + J j g J g g 1 Dij Dij φig φ jg 2 2 ij j ' ij g = 1 Σ g χ φ = g ' g si ig ' G k g' = 1 υ Σ φ g' g ' fi ig' (1) masing-masing notasi matematis menyatakan Σ r removal macroscopic cross section, D koefisien difusi neutron, lebar mesh pada arah r dan z, φ flux neutron, Σ s scattering macroscopic cross section, υ banyaknya neutron yang dihasilkan pada proses fisi, χ kemungkinan dihasilkannya neutron pada proses fisi, Σ f fision macroscopic cross section, k faktor multiplikasi effektif, ij indek untuk diskritisai r dan z, g indek untuk grup energi. Karakterisitik reaktor nuklir dapat diketahui dari besaran k yang diperoleh dengan menyelesaikan persamaan (1). Tiga keadaan reaktor nuklir yang berhubungan dengan nilai k yaitu k<1 artinya reaksi fisi tidak dapat terus berlangsung, k=1 reaksi fisi berlangsung secara terkendali dan k>1 reaksi fisi tidak terkendali. Besaran k dapat diperoleh dengan menyelesaikan persamaan (1) sedangkan besaran-besaran lain yang ada pada persamaan (1) biasanya sudah diketahui atau dipilih sesuai dengan rancangan reaktor yang dikehendaki. Pada penelitian ini persamaan (1) diselesaikan secara numerik menggunakan perangkat lunak burnup yang terdapat pada paket perangkat lunak FI-ITBCHI (12). FI-ITBCHI merupakan paket perangkat lunak yang dapat digunakan untuk mensimulasi reaktor cepat. Perangkat lunak ini terdiri dari beberapa program komputer menggunakan bahasa fortran dan data-data microscopic cross section untuk setiap nuklida. Data-data microscopic cross section untuk setiap nuklida berasal dari data nuklir ENDF/B VI (12). Model geometri teras reaktor yang digunakan pada paket program FI-ITBCHI menggunakan model geometri berbentuk silinder. Pada proses perhitungan geometri teras reaktor pada arah r dan z dibagi-bagi menjadi beberapa bagian dengan besar dimensi dapat diubah-ubah, selain itu bagian-bagian tersebut diisi oleh material-material terntentu seperti pada gambar (1). Sedangkan metoda penyelesaian persamaan linier (1) menggunakan metoda SOR ( successive over relaxation ). Analisa lain yang dilakukan adalah analisa burnup. Analisa burnup adalah analisa yang berhubungan dengan perubahan komposisi material bahan bakar akibat proses fisi dan energi yang dihasilkan oleh proses fisi tersebut. Secara matematis dapat dinyatakan oleh persamaan : dn dt i = ( λ i + σ a,iφ )Ni + Sm,i N m (2) m N i kerapatan atom jenis ke i untuk masing-masing mesh, λ i konstantan desintegrasi untuk atom ke i, σ a,i penampang lintang absorbsi mikroskopik untuk atom ke i pada 133

4 masing-masing mesh spatial, φ fluks neutron di masing-masing mesh spatial, S m,i laju produksi inti i dari inti m. Persamaan 2 dapat diselesaikan secara numerik maupun analitik. Pada paket program FI-ITBCHI persamaan 2 diselesaikan menggunakan metoda analitik memakai metoda Bateman. Metoda ini menggunakan deret analitik untuk mengganti deret transmutasi yang komplek, sehingga deret tranmutasi berbentuk n xi e Dn( x1,x2,...,xn ) = (3) n i= 1 ( x j xi ) i= 1, j= 1 Sehingga solusi persamaan (2) berbentuk n 1 n 1 N n ( t ) = N j0 S it D n( λ jt, λ j+ 1t,..., λnt ) (4) j= 1 i= j Banyaknya inti yang dilibatkan pada satu deret transmutasi sebanyak 3 sampai 5 inti dengan inti-inti yang dianalisa pada perhitungan burnup sebanyak 28 inti berat yaitu mulai U-234 sampai dengan Cm-248. Tahapan-tahapan perhitungan pada saat perancangan adalah sebagai berikut. Tahap awal perhitungan adalah memberikan nilai awal untuk daya, lama operasi reaktor, geometri dan dimensi teras reaktor. Kemudian pemilihan material bahan bakar, pendingin dan struktur reaktor. Besaran lain yang harus ditetapkan adalah fraksi volum dan fraksi masa dari bahan bakar, struktur dan pendingin. Dengan data awal tersebut program akan menghitung faktor multiplikasi efektif dan burnup selama operasi reaktor. Faktor multiplikasi efektif hasil perhitungan dianalisa, bila faktor multiplikasi belum mencapai nilai dalam jangkauan k maka nilainilai seperti ukuran geometri teras, fraksi volum dan fraksi masa dari bahan bakar, struktur, pendingin serta konfigurasi susunan teras diubah-ubah. Demikian seterusnya hingga diperoleh nilai faktor multiplikasi efektif yang dikehendaki. Perhitungan untuk masing-masing bentuk geomteri teras silinder pipih (tinggi teras < diameter teras), setimbang (tinggi teras=diameter teras) dan tinggi (tinggi teras > diameter teras) dilakukan masing-masing. Hasil Perhitungan dan Pembahasan Parameter-paramter rancangan reaktor seperti : daya, jenis pendingin dan bahan bakar, lama operasi, bentuk dan dimensi teras terdapat pada tabel 1-6. Konfigurasi material didalam teras untuk masing-masing bentuk geometri teras diperlihatkan pada gambar

5 (a) (b) (c) Gambar 1. Diskritisasi teras reaktor pada arah r-z dan konfigurasi susunan material di dalam teras untuk geometri teras (a) silinder pipih (b) setimbang dan (c) tinggi. 135

6 Kode BL,FE,CO,PR,PS,BS untuk menandai material-material yang ditempatkan pada teras reaktor. Material-material yang terdapat pada masing-masing kode tersebut terdiri dari bahan bakar, struktur dan pendingin (perbandingan volum untuk ketiga penyusun tersebut terdapat pada tabel 1). BL dan FE adalah material penyusun teras yang berisi bahan bakar UN-PUN. Perbedaannya adalah BL hanya berisi UN sedangkan FE berisi UN-PUN selain itu penempatan BL didalam teras diletakkan dibagian tengah teras sedangkan FE berada disamping FE mengelilingi BL. Perbandingan masa UN dan PuN di BL maupun FE yang berada dalam bahan bakar ketika dimasukkan pertama kali kedalam teras reaktor terdapat pada tabel 1 serta komposisi penyusun-penyusun UN dan PuN terdapat pada tabel 5 dan 6. Pada awal operasi reaktor bahan bakar utama reaktor berasal dari FE. Hal ini dikarenakan oleh banyaknya Pu pada bahan bakar ketika pertama kali dimasukkan kedalam FE sebelum operasi reaktor dimulai. Berlangsungnya proses fisi menyebabkan Pu yang berada di FE akan berkurang sementara itu 238 U yang berada di BL dan FE bertransmutasi menghasilkan isotop-isotop Pu. Pada beberapa saat kemudian terjadi akumulasi Pu hasil transmutasi 238 U pada BL yang sangat banyak, sementara itu Pu yang dimasukan pada bahan bakar pada saat awal operai reaktor yang berada di FE semakin berkurang sehinga BL menjadi bahan bakar utama reaktor menggantikan peran FE (1). Grafik faktor multiplikasi dan burnup untuk silinder pipih selama 20 tahun operasi reaktor terdapat pada gambar (2) dan (3), sedangkan faktor multiplikasi dan burnup untuk konfigurasi teras setimbang dan tinggi terdapat pada tabel 7-8. Dari gambar 2 tampak bahwa terjadi penurunan k eff mulai 0 sampai 5 hal ini berkaitan dengan semakin berkurangnya Pu yang berada di FE. Bertambahnya Pu di BL menyebabkan k eff naik samapi t=14 dan setelah itu Pu di BL dan FE berkurang sehingga k eff menurun sampai akhir operasi reaktor. Keff Faktor Multiplikasi Silinder Pipih Tahun Gambar 2. Faktor multiplikasi efektif selama operasi reaktor untuk bentuk geometri teras silinder pipih 136

7 Peak dan Average Burnup Silinder Pipih % Tahun burnup avrburnup Gambar 3. Burnup selama operasi reaktor untuk bentuk geometri teras silinder pipih Faktor kelipatan k eff maksimum hasil perhitungan untuk konfigurasi teras silinder pipih, setimbang dan tinggi masing-masing , dan atau apabila dihitung excess reactivity menggunakan persamaan : k eff 1 ρ = x100% (5) 1 diperoleh excess reactivity terbesar untuk ketiga bentuk geometri teras tersebut adalah 0.24, 0.40, 0.38 k/k %. KESIMPULAN Telah diperoleh disain reaktor cepat dengan daya 200 MW(t), waktu operasi 20 tahun berpendingin 44.5%Pb-55.5%Bi, dengan bentuk geometri teras silinder pipih,setimbang dan tinggi dengan excess reactivity terbesar untuk masing-masing bentuk geometri teras tersebut adalah 0.24, 0.40, 0.38 k/k %. UCAPAN TERIMAKASIH Penelitian ini dibiayai oleh KNRT melalui program Rintisan Pendidikan Gelar KNRT. 137

8 Tabel 1. Parameter-parameter reaktor Daya 200 MW(t) Pendingin 44.5%Pb-55.5%Bi Lama Operasi 20 tahun Bahan Bakar UN-PuN Geometri Teras Total Teras (cm) Teras Aktif (cm) z t r t z a r a Silinder Pipih Silinder Setimbang Silinder Tinggi Tabel 2. Komposisi material Kode BL1 BL2 FE3 FE4 FE5 FE7 CO BS PS PR Material Silinder Pipih Silinder Setimbang Silinder Tinggi f. v f. m f. v f. m f. v f. m UN PuN UN PuN UN PuN B.Bakar Struktur Pendingin B.Bakar Struktur Pendingin B. Bakar Struktur Pendingin B. Bakar Struktur Pendingin B. Bakar Struktur Pendingin B.Bakar Struktur Pendingin B.Bakar Struktur Pendingin B. Bakar Struktur Pendingin B. Bakar Struktur Pendingin B. Bakar Struktur Pendingin

9 Komposisi material struktur (jenis baja HT-9) pada tabel 3 sedangkan perbedaan komposisi komposisi struktur pada PS dan PR pada perbandingan masa antara HT9 dan B4C. Untuk PS 25% HT9-75%B4C sedangkan untuk PR 50%HT9-50%Ni. Komposisi material HT-9 terdapat pada tabel 4. f.v=fraksi volum (%) f.m=fraksi masa (%) BL1,BL2,FE3,FE4,FE5,FE7,CO,BS,PS,PR : Kode material yang ditempatkan pada teras reaktor (Gambar 1) Tabel 3. Komposisi material struktur (HT-9) pada BL1, BL2, FE3, FE4, FE5, FE7, CO Nuklida 6C 14Si 24Cr 25Mn 26Fe 28Ni 42Mo 74W f.m Tabel 4. Komposisi material B4C PS Nuklida 6C 5B f.m Tabel 5. Komposisi UN Nuklida Fraksi Masa (%) 235 U U N Tabel 6. Komposisi PuN Nuklida Fraksi Masa (%) 238 Pu Pu Pu Pu N

10 Tabel 7 Faktor Multiplikasi effektif (k eff ) untuk geometri teras silinder setimbang dan tinggi selama operasi reaktor Tahun Geometri Teras Silinder Setimbang Silinder Tinggi

11 Tabel 8. Peak dan Average Burnup Geometri Teras Tahun Silinder Setimbang Silinder Tinggi Burnup Burnup Average Peak Average Peak DAFTAR PUSTAKA 1. SU UD, Z., SEKIMOTO, H., Conceptual Design of Ultra Long Life Fast Reactor, Proceeding Pertemuan Ilmiah Tenaga Atom Karyasiswa Indonesia di Jepang I, Kyushu University, Fukuoka, Jepang, SU UD, Z., SEKIMOTO, H.,Thermal Hydraulic Analysis of Ultra Long Life Fast Reactors, Proceeding Pertemuan Ilmiah Tenaga Atom Karyasiswa Indonesia di Jepang II, Universitas Nagoya, Jepang, SEKIMOTO,H., SU UD, Z.,Design Study of Lead and Lead Bismuth Cooled Small Long Life Nuclear Power Reactors Using Metallic and Nitride Fuel, Nuclear Technology, 109,

12 4. SEKIMOTO,H.,SU UD, Z. Design Study of Lead and Lead Bismuth Cooled Small Long Life Nuclear Power Reactors Using Metallic and Nitride Fuel, Nuclear Technology, 109, SU UD,Z.,SEKIMOTO, H.,,Design and Safety Aspect of Lead and Lead Bismuth Cooled Long Life Small Safe Fast reactors for Various Core Configuration, J. Nuclear Science And Technology, 32(9), (1995) SU UD,Z.,SEKIMOTO, H.,Accident Analysis of Lead or Lead-Bismuth Cooled Small Safe Long-Life Fast Reactor Using Metallic or Nitride Fuel, Nuclear Engineering and Design,162, (1996) SU UD, ZAKI, Comparative Study On Safety Performance Of Nitride Fueled Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor With Various Power Levels, Progress in Nuclear Energy, 32(3/4) (1998) SU UD, Z., ARBIE, B.,Optimization of Small and Very Small Nuclear Liquid Metal Cooled Energy System for The Use in Indonesia, GENES4/ANP 2003 Conference, Kyoto, Jepang, D.C. WADE,2003,STAR-H2: A Bettery-Type Lead-Cooled Fast Reactor for Hydrogen Manufacture in a Sustainable Hierarchical Hub-Spoke Energy Insfrastructure, GENES4/ANP, YIDDIZ,B., KAZIMI,M.S., Efficiency of Hydrogen Production Systems Using Alternative Nuclear Energy Technologies, Hydrogen Energy, JJ DUDERSTADT, Nuclear Reactor Analysis, 1 st ed.,john Willey & Sons Inc, SU UD,Z., FI-ITBCHI Program Sistem Simulasi Reaktor Nuklir, Laboratorium Nuklir, Jurusan Fisika ITB. 142

13 DISKUSI EDWAREN LIUN 1. Sejauh mana jenis reaktor ini dapat menjadi sistem yang.aplicable untuk mensuplai energi dimasa mendatang dan prospeknya? 2. Kendala-kendala apa saja yang dihadapi dalam perkembangannya untuk menjadi sistem yang dapat diterapkan? EPUNG 1. Saat ini design reactor cepat masih dalam tahap konseptual. Diproyeksikan tahun teknologi ini baru bisa diwujudkan. Saat ini Rusia, Jepang dan India telah memiliki reactor cepat daya rendah jadi secara teknologi konsep ini bisa diwujudkan 2. Kendalanya adalah : Teknologi bahan bakar reaktor, karena Pb Bi rapat massanya besar sehingga diperlukan daya pompa yang besar dan teknologi material untuk menanggulangi korosi Pb Bi terhadap struktur baja reaktor. 143

14 DAFTAR RIWAYAT HIDUP 1. Nama : Drs. Epung Saepul Bahrum MT 2. Tempat/Tanggal Lahir : Bandung, 14 Maret Instansi : Fisika-ITB 4. Pekerjaan / Jabatan : Peneliti PTBIN BATAN 5. Riwayat Pendidikan : (setelah SMA sampai sekarang) 2003 sekarang Mahasiswa S3 Jurusan Fisika ITB 2001 S2 Teknik Material ITB 1989 S1 Jurusan Fisika Universitas Padjadjaran 6. Pengalaman Kerja : sekarang PTBIN BATAN 7. Publikasi (Makalah) : Epung Saepul Bahrum, Zaki Su ud, Abdul Waris, Bambang AriWahjoedi, Rancangan Neutronik Reaktor Cepat Berpendingin Pb daya 200 MW(t), Prosiding Lokakarya Komputasi Dalam Sains Dan Tekmologi Nuklir XVI, 2005, BATAN Epung Saepul Bahrum, Zaki Su ud, Abdul Waris, Bambang AriWahjoedi, Simulasi Reaktor Cepat 200 MWt Berpendingin Pb:Reduksi Tinggi Teras Reaktor (I), Prosiding Seminar Nasional ke- 11 Teknologi Dan Keselamatn PLTN Serta Fasilitas Nuklir 2005, BATAN Epung Saepul Bahrum, Zaki Su ud, Abdul Waris, Bambang AriWahjoedi, Dian Fitriyani, Reactor Core Design Optimization Of The 200 MWt PbBi Cooled Fast Reactor for Hydrogen Production, Proceedings Asian Physics Symposium 2005, ITB 144